Если у вас возникли сложности с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой - мы готовы помочь.
Предоплата всего
Подписываем
МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ І НАУКИ, МОЛОДІ ТА СПОРТУ УКРАЇНИ
Національний університет кораблебудування
імені адмірала Макарова
Херсонська філія
Кафедра суднового
машинобудування
та енергетики
Практичні заняття
з курсу: «Експлуатація ПГА»
(ядерні ППУ)
Розробив: ст.. гр.. 5217
Зайченко К.В.
Перевірив: к.т.н., доцент
Горячкін В.Ю.
Херсон 2011
Содержание
1. Общие положения 3
2. Техническое использование ЯППУ 5
2.1 Подготовка к работе и ввод в действие 5
2.2 Обслуживание и управление ЯППУ на мощности 10
2.3 Вывод ЯППУ из действия 13
2.4 Особые режимы эксплуатации ЯППУ 15
2.5 Обслуживание ЯППУ в аварийных ситуациях 16
3. Техническое обслуживание ЯППУ 19
3.1 Организация технического обслуживания ЯППУ 19
3.2 Контроль технического состояния ЯППУ 21
3.3 Особенности выполнения работ при перегрузке
ядерного топлива 22
4. Мероприятия по обеспечению и контролю водного режима
в контурах 23
5. Обеспечение радиационной и ядерной безопасности.
Охрана окружающей среды, экипажа и населения 24
6. Некоторые вопросы эксплуатации судовых ЯППУ 29
6.1 Особенности технической эксплуатации и организации
обслуживания судовых ЯЭУ 29
6.2 Приготовление и очистка воды 34
7. Расчет критических положений органов регулирования 41
8. Средства перезарядки реакторов ядерным топливом. 51
8.1 Перезарядка реактора 51
8.2 Средства перезарядки реакторов ядерным топливом 58
9. Вспомогательные судовые системы ЯЭУ 62
10. Организация и средства обеспечения радиационной
безопасности ядерного судна 64
1 ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ
1.1. Техническая эксплуатация ЯППУ производится в соответствии с инструкциями проектантов, заводов-изготовителей и настоящими Правилами. При наличии достаточных технических обоснований судовладелец имеет право по согласованию с разработчиком изменять или дополнять инструкции заводов-изготовителей или проектантов. Указания инструкций по эксплуатации обязательны для выполнения и в тех случаях, когда они не согласуются с отдельными положениями настоящих Правил.
1.2. При эксплуатации ЯППУ и технических средств, ее обеспечивающих, помимо инструкций проектантов к заводов-изготовителей и настоящих Правил, необходимо руководствоваться следующими документами:
– Уставом службы на судах Министерства морского флота Союза ССР.
– Положением о технической эксплуатации морского флота;
– Положением о заводском ремонте судов морского флота;
– Правилами технической эксплуатации судовых технических средств;
– Нормами радиационной безопасности;
– Правилами ядерной безопасности судовых ядерных энергетических установок;
– Правилами по технике безопасности на судах морского флота;
– Наставлением по борьбе за живучесть судов морского флота СССР;
– Правилами классификации и постройки морских судов Регистра СССР;
– Санитарными правилами для морских судов СССР;
– Основными санитарными правилами работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений;
– Наставлением по предотвращению загрязнения моря с судов;
– должностными инструкциями для персонала атомных судов;
– инструктивными указаниями и приказами Министерства морского флота и судовладельца.
1.3. На атомном судне должен быть комплект технической документации по эксплуатации ЯППУ, включая инструкции и методики по обеспечению радиационной и ядерной безопасности во всех условиях эксплуатации.
Учетно-отчетная документация по технической эксплуатации судовой ЯППУ должна вестись в соответствии с инструкцией по ее ведению в количестве и по формам, установленным судовладельцем.
1.4. ЯППУ должна находиться под постоянным наблюдением обслуживающего персонала с момента первой загрузки топлива в реактор и до списания судна.
1.5. Запрещается внесение изменений в конструкции и схемы системы первого контура, систем управления и защиты, изменение проектных характеристик активной зоны, проведение не предусмотренных действующей документацией ремонтных работ, методов дезактивации, использование материалов, не соответствующих спецификации или неизвестных свойств, а также внесение изменений в установленный комплекс мероприятий по обеспечению условий безопасности без согласования с соответствующими
организациями.
1.6. При эксплуатации ЯППУ должны обеспечиваться:
– радиационная и ядерная безопасность;
– постоянная готовность оборудования и систем, обеспечивающих безопасность ЯППУ в аварийных условиях;
– надежная работа оборудования;
– бесперебойная подача электроэнергии от двух источников;
– выполнение установленных технико-экономических показателей.
1.7. При посещении порта техническое состояние судовой ЯППУ должно удовлетворять требованиям правил, установленных портовыми властями.
1.8. При работе ЯППУ на мощности все резервное оборудование и системы должны находиться в состоянии готовности к работе и, если это предусмотрено, к автоматическому включению.
Порядок и условия вывода оборудования и систем из резерва определяются главным инженером - механиком.
Переход с работающего на резервное оборудование должен осуществляться периодически по графику. Перед переходом на резервное оборудование, как правило, должны проверяться защиты и блокировки резервного оборудования.
1.9. Периодически, а также, после ремонта или модернизации судовая ЯППУ, контрольно-измерительные приборы и системы, ее обслуживающие, должны подвергаться техническому освидетельствованию и испытаниям в соответствии с инструкциями и Правилами Регистра СССР.
1.10. В процессе эксплуатации должен осуществляться контроль технического состояния основного оборудования ЯППУ, трубопроводов и систем.
2 ТЕХНИЧЕСКОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЯППУ
2.1 Подготовка к работе и ввод в действие
2.1.1. Ввод в действие ЯППУ после ремонта или стоянки в расхоложенном состоянии разрешается после проведения функциональных проверок, подтверждающих готовность энергетической установки к безопасной работе, и приведения систем, арматуры, механизмов, оборудования, обслуживающих ЯППУ, в состояние готовности к действию в соответствии с инструкциями по обслуживанию.
2.1.2. Контуры ЯППУ должны заполняться и подпитываться рабочими средами, качество которых удовлетворяет требованиям действующих норм.
Качество рабочих сред должно контролироваться в соответствии с утвержденной методикой.
2.1.3. Перед началом функциональных проверок необходимо обеспечить:
– подачу электроэнергии к оборудованию ЯППУ от двух независимых источников;
– постоянную готовность к действию резервного и аварийного источников электроэнергии;
– подачу питательной воды и прием пара от ЯППУ;
– подачу охлаждающей воды к оборудованию ЯППУ и системам, ее обслуживающим;
– готовность системы аварийного расхолаживания активной зоны реактора.
2.1.4. Подготовка к пуску ЯППУ должна проводиться по распоряжению главного инженера-механика. Допускается, где это целесообразно и безопасно, совмещение этапов подготовки и операций.
2.1.5. Основными в объеме функциональных должны быть следующие проверки:
– подачи электроэнергии ко всем потребителям ЯППУ;
– правильности подключения электропитания от всех источников, в том числе и резервных, по всем штатным линиям;
– прохождения всех предупредительных и аварийных сигналов и срабатывания по ним в соответствии с заданными алгоритмами мнемознаков, срабатывания звуковой и световой сигнализации;
– истинного положения, алгоритма и скорости перемещения органов управления и защиты реактора;
– последовательного переключения неотключаемых потребителей ЯППУ на все виды питания при обесточивании основных электростанций, запуска и подключения к шинам аварийных и резервных источников электропитания при обесточивании одной электростанции и по сигналам аварийной защиты;
– алгоритмов срабатывания арматуры, оборудования, сигнализации и защиты;
– дистанционного управления оборудованием и арматурой ЯППУ и систем, ее обслуживающих;
– функционирования пусковой аппаратуры;
– скорости и соответствия открытия питательных и дроссельных клапанов заданному уровню мощности;
– функционирования систем радиационного и централизованного контроля, и комплексная проверка основного и резервного оборудования и систем ЯППУ, систем и оборудования паротурбинной установки, обеспечивающих работу ЯППУ.
2.1.6. Функциональные проверки должны производиться в полном объеме после вывода из действия реактора более чем на двое суток.
Допускается проведение функциональных проверок по сокращенной программе, если предыдущая эксплуатация позволяет
принять такое решение и по условиям, безопасности судна требуется быстрый выход на мощность.
2.1.7. Непосредственно перед выводом ЯППУ на минимально контролируемый уровень мощности (МКУ) необходимо произвести проверку связи ЦПУ с мостиком и местными постами обслуживания механизмов и систем и убедиться в том, что:
– система радиационного контроля включена в работу;
– помещения ЯППУ освобождены от посторонних предметов, в герметичных помещениях отсутствуют люди, ремонтные люки и проемы этих помещений закрыты;
– вентиляция и освещение помещении ЯППУ введены в действие и разрежение или подпор в герметичных помещениях не ниже допустимых значений.
2.1.8. Объем подготовки и проверок, а также действия обслуживающего персонала определяются инструкциями по обслуживанию систем, механизмов, оборудования и состоянием реактора перед пуском.
2.1.9. Срок действия функциональных проверок устанавливается инструкцией по эксплуатации. По истечении этого срока, если реактор не будет выведен на МКУ, функциональные проверки необходимо повторить.
2.1.10. Пуск реактора и ввод в действие ЯППУ разрешаются распоряжением главного инженера-механика после письменного подтверждения начальниками служб и ответственными представителями в журнале распоряжений о готовности оборудования и систем к вводу в действие.
2.1.11. Если ввод в действие реактора и ЯППУ производится после проведения ремонта или модернизации, то ответственные представители организаций, осуществляющие авторский надзор и производившие работы, должны документально подтвердить готовность реактора и ЯППУ к действию.
2.1.12. Первый физический пуск реактора после перегрузки ядерного топлива судовой персонал должен осуществлять по программе, согласованной с представителем организации, осуществляющей научное руководство, и Госатомнадзором СССР, и утвержденной судовладельцем.
2.1.13. Вывод реактора на МКУ должен производиться под руководством старшего вахтенного механика и контролем главного физика в присутствии главного инженера-механика.
О выходе реактора на МКУ должен быть оповещен весь персонал, обслуживающий ядерную энергетическую установку.
2.1.14. При пуске реактора должен осуществляться непрерывный контроль:
– нейтронной мощности (нейтронного потока);
– скорости изменения нейтронной мощности (нейтронного потока) или изменения реактивности;
– положения органов управления;
– уровня теплоносителя в компенсаторе объема;
– температуры и давления теплоносителя и скорости их изменения;
– радиационной обстановки.
2.1.15. Пуск должен быть прекращен и реактор немедленно переведен в подкритическое состояние, если показания приборов указывают на аварийное нарастание, или превышение параметров.
2.1.16. Пуск реактора заканчивается после достижения устойчивого контроля нейтронной мощности по стационарной пусковой аппаратуре. После вывода реактора на МКУ необходимо зарегистрировать положение органов управления и параметры теплоносителя первого контура и выполнить нейтронно-физические измерения по установленной программе.
2.1.17. При возникновении аварийной ситуации в процессе пуска реактора и проведении нейтронно-физических измерений все операции должны быть прекращены, а реактор — переведен в подкритическое состояние.
2.1.18. В период вывода реактора на МКУ, ввода в действие, работы на мощности и вывода из действия ЯППУ должны постоянно находиться в готовности системы, устройства и оборудование, обеспечивающие безопасную эксплуатацию ЯППУ с необходимым резервом.
2.1.19. Перед разогревом ЯППУ необходимо убедиться в открытии паровой арматуры и подаче охлаждающей воды па оборудование.
2.1.20. Вывод реактора на заданный уровень мощности должен осуществляться в соответствии с инструкцией по эксплуатации ЯППУ и ядерной энергетической установки.
2.1.21. Разогрев ЯППУ может производиться за счет мощности
реактора или от постороннего источника.
Скорость разогрева и подъем давления в первом контуре не должны превышать значений, установленных инструкцией по эксплуатации ЯППУ или специальным распоряжением судовладельца.
2.1.22. Ввод в действие ЯППУ запрещается в случаях:
нарушения герметичности первого контура;
– неисправностей, нарушающих функциональное действие системы контроля, органов управления и системы аварийного расхолаживания активной зоны реактора;
– падения разрежения в помещениях ЯППУ ниже допустимого значения;
– отклонений качества воды в контурах от норм водного режима.
2.1.23. В случае превышения действующих норм радиоактивности теплоносителя ввод в действие ЯППУ может быть осуществлен только по специальному разрешению судовладельца.
2.2 Обслуживание и управление ЯППУ на мощности
2.2.1. На всех эксплуатационных режимах работы ЯППУ необходимо обеспечивать:
– соответствие параметров ЯППУ заданному режиму работы;
– исправную работу всего оборудования ЯППУ;
– бесперебойную подачу охлаждающей воды третьего и четвертого контуров к потребителям;
– контроль качества воды контуров и их своевременную подпитку;
– бесперебойную подачу питательной воды в парогенераторы и прием пара потребителями;
– поддержание эксплуатационных параметров рабочих сред средств автоматики;
– подачу электроэнергии к потребителям ЯППУ, системам управления и контроля и постоянную готовность аварийных и резервных средств электропитания;
– проведение радиационного контроля в соответствии с инструкцией по радиационной безопасности;
– работу вентиляции зоны строгого режима (ЗСР) и зоны ограниченного режима;
– готовность к работе системы сбора и хранения радиоактивных отходов.
2.2.2. Необходимо следить за нормальным функционированием систем автоматики, сбора, обработки и представления информации, а также за контрольно-измерительными приборами и систематически проводить их проверки в соответствии с инструкциями по обслуживанию.
В случае неисправного действия систем автоматики или их повреждения должны производиться дополнительные проверки и устранение обнаруженных неисправностей.
Управление ЯППУ и энергетической установкой должно осуществляться по совокупности значений параметров.
2.2.3. При работе ЯППУ на мощности необходимо, контролировать:
1) заданную и фактическую мощность реактора;
2) положение органов управления;
3) температуру:
- теплоносителя первого контура на входе и выходе из реактора, на выходе из тепловыделяющих сборок, и за фильтром,
- под верхними крышками циркуляционных насосов первого контура (ЦНПК),
- воды третьего контура,
- пара в трубопроводе после парогенераторов,
- питательной воды перед парогенераторами;
4) давление:
- в системе первого контура,
- пара в трубопроводе после парогенераторов,
- питательной воды второго, контура;
5) перепад давлений на питательном и дроссельном клапанах;
6) расход питательной воды;
7) уровень воды:
- в компенсаторе объема,
- в расширительной цистерне третьего контура,
- в запасной цистерне воды высокой чистоты;
8) напряжение и частоту тока в цепях электропитания систем автоматики;
9) положение арматуры;
10) радиационную обстановку на судне;
11) параметры:
- работы ЦНПК,
- вентиляции помещений ЯППУ,
- системы воздуха высокого давления,
- рабочих сред средств автоматики,
- работы деаэратора.
Запись параметров должна вестись в журналах утвержденной формы.
2.2.4. Один раз за вахту необходимо производить:
расчет тепловой мощности реактора по параметрам второго контура;
расчет энерговыработки реактора;
проверку сигнальных ламп.
2.2.5. Проверку исправности блоков аварийной защиты необходимо производить один раз в сутки.
2.2.6. Периодичность обходов и осмотров оборудования ЯППУ в ЗСР устанавливается главным инженером-механиком.
2.2.7. При плавании в сложных навигационных условиях и при выполнении маневров следует работать на раздельном управления ЯППУ и паротурбинной установкой, установив на реакторе уровень мощности с достаточным оперативным запасом на весь требующийся период. На судне с однореакторной энергетической установкой при плавании в сложных навигационных условиях резервный источник энергии для движения судна должен быть в состоянии готовности.
2.2.8. Скорость изменения мощности реактора и количество циклов определяются инструкциями по эксплуатации или ограничениями, вводимыми судовладельцем.
2.2.9. Количество и состав работающих генераторных агрегатов электроэнергетической установки должны обеспечивать необходимый резерв мощности.
2.2.10. Контроль работы блоков детектирования и системы радиационного контроля в целом должен производиться в соответствии с инструкциями по их эксплуатации.
2.2.11. Перемещение органов управления в процессе эксплуатации должно производиться по методике, предписываемой инструкцией по эксплуатации активной зоны реактора.
2.2.12. Расхождение в значениях нейтронной и тепловой мощности реактора допускается не более указанного в инструкции по эксплуатации систем управления.
2.2.13. Эксплуатация ЯППУ должна быть направлена на экономию и достижение максимальной глубины выгорания ядерного топлива, сохранность оборудования, поддержание на минимально возможном уровне радиоактивности теплоносителя первого контура.
При исчерпании расчетной энерговыработки допускается по согласованию с судовладельцем перевод реактора в режим доиспользования энергозапаса активной зоны на пониженных параметрах первого контура, обеспечивающих безопасную работу паротурбинной установки.
2.3 Вывод ЯППУ из действия
2.3.1. Вывод из действия ЯППУ, осуществляемый в соответствии с графиком работы судна, может быть двух видов: вывод из действия на длительный период и кратковременный вывод из действия.
В первом случае ЯППУ полностью выводится из действия и может быть, подготовлена к производству ремонтных или иных работ.
Во втором случае ЯППУ выводится из действия по специальной программе, утвержденной главным инженером-механиком. Программа должна обеспечивать возможность безопасного ввода ЯППУ в действие на мощности в заданное время.
2.3.2. Вывод ЯППУ из действия и расхолаживание реактора осуществляются по письменному распоряжению главного инженера-механика в соответствии с инструкцией по управлению ядерной энергетической установкой.
2.3.3. При выводе ЯППУ из действия необходимо обеспечить подачу электроэнергии от двух независимых источников, кроме аварийных.
2.3.4. Перед выводом ЯППУ из действия должны быть пополнены запасы бидистилата.
2.3.5. Расхолаживание ЯППУ производится в соответствии с инструкцией по ее обслуживанию.
В процессе расхолаживания ЯППУ производится промывка парогенераторов по второму контуру по специальной методике с последующей постановкой на мокрое хранение.
Скорость расхолаживания (снижения температуры и давления в первом контуре) не должна превышать величин, указанных в инструкции по обслуживанию ЯППУ или специальном распоряжении судовладельца.
2.3.6. Во время расхолаживания ЯППУ должен осуществляться контроль:
- нейтронной мощности и реактивности;
- давления и температуры теплоносителя первого контура;
- уровня в компенсаторе объема;
- радиационной обстановки.
2.3.7. После опускания органов управления на нижние концевики питание с их приводов должно быть снято и автоматы опломбированы в отключенном состоянии.
2.3.8. При расхоложенном реакторе ЯППУ должен быть обеспечен контроль:
- давления и температуры теплоносителя первого контура;
- уровня в компенсаторе объема;
- температуры и расхода теплоносителя через насос расхолаживания;
- температуры воды в третьем контуре;
- разрежения в помещениях ЯППУ.
2.3.9. Отвод остаточных тепловыделений должен осуществляться через холодильник фильтра путем периодического пуска циркуляционного насоса расхолаживания.
2.3.10. При необходимости должна производиться очистка теплоносителя по специальной методике.
2.3.11. При длительном хранении ЯППУ температура воздуха в аппаратном и реакторном помещении должна быть не ниже 5°С.
2.4 Особые режимы эксплуатации ЯППУ
2.4.1. Особые режимы эксплуатации — это временные режимы, допускающие безаварийную эксплуатацию установки с одним или несколькими отключенными элементами (узлами, блоками) ЯППУ при соблюдении требований ядерной и радиационной безопасности.
2.4.2. Перечень особых режимов, способы устранении неисправностей и действия обслуживающего персонала определяются, инструкциями по обслуживанию, которые при необходимости дополняются судовладельцем в установленном порядке (см. п. 1.1).
2.4.3. Эксплуатация установки на особых режимах производится только по распоряжению главного инженера-механика.
2.4.4. Действия персонала при выходе из строя наиболее важных элементов (узлов, блоков) ЯППУ должны быть направлены на:
- обеспечение ядерной и радиационной безопасности;
- локализацию и устранение причины неисправностей и восстановление работоспособности элементов (узлов, блоков) ЯППУ;
- быстрый ввод в действие резервных элементов.
2.4.5. При ускоренном вводе в действие ЯППУ, вызванном необходимостью обеспечения безопасности судна, с разрешения главного инженера-механика допускается пуск или вывод из действия реактора при одном работающем независимом источнике электроэнергии.
2.4.6. Возможность работы реактора на мощности определяется главным инженером-механиком в случаях:
- неисправностей в системе аварийного расхолаживания активной зоны реактора;
- неисправностей в системе охлаждения ЦНП К и приводов органов управления;
- неисправностей в системах электропитания, препятствующих нормальной работе резервных и аварийных дизель - генераторов и их автоматическому запуску;
- повышения радиоактивности пара или конденсата после турбин сверх предельного значения;
- течи из бака биологической защиты;
- повышения радиоактивности воздуха в обслуживаемых помещениях сверх предусмотренных норм;
- появления контролируемой утечки теплоносителя.
2.5 Обслуживание ЯППУ в аварийных ситуациях
2.5.1. Вахтенный персонал судовой ядерной энергетической установки обязан не допускать возникновения аварийных ситуаций, для чего должен систематически вести наблюдение за работой оборудования и строго выполнять графики проверки функционирования систем и механизмов.
2.5.2. При непредвиденной остановке ответственных технических средств вахтенные обязаны ввести в действие резервные технические средства (если они имеются), доложить старшему вахтенному механику, который должен поставить об этом в известность соответственно капитана и главного инженера-механика и принять срочные меры для предупреждения и ограничения возможных повреждений, выявления и устранения причин, вызвавших непредвиденную остановку технических средств.
2.5.3. При непосредственной угрозе аварии или опасности для жизни людей вахтенный оператор, механик или электромеханик имеет право изменить, режим работы или остановить ответственные технические средства, о чем он, немедленно докладывает старшему вахтенному механику, который должен доложить вахтенному помощнику капитана и главному инженеру-механику об изменении режима работы.
Если изменение режима работы ЯППУ или непредвиденная остановка ответственных технических средств грозит аварией судну, то капитан, а в случае явной опасности — вахтенный помощник капитана имеют право потребовать продолжения их работы, принимая ответственность за возможные последствия на себя; о приказании капитана или вахтенного помощника в этом случае должна быть сделана запись в судовом и машинном журналах.
2.5.4. При выявлении причины и ликвидации, аварийной ситуации и необходимости быстрого восстановления работы реактора на мощности для обеспечения безопасности судна допускается восстановление критического состояния реактора и выход на необходимую мощность в соответствии с инструкцией по эксплуатации ЯППУ.
2.5.5. Восстановление работы ЯППУ на мощности без установления и устранения причин срабатывания аварийной защиты запрещается.
2.5.6. Вахтенный персонал не имеет права производить никаких действий, которые могут вызвать несрабатывание аварийной зашиты.
2.5.7. Срабатывание аварийной защиты, как правило, должно происходить автоматически. Старший инженер-оператор атомного судна обязан привести в действие аварийную защиту в случаях:
- обнаружения несрабатывания аварийной защиты при наличии аварийных сигналов;
- резкого падения давления и уровня в компенсаторе объема.
При отказе систем автоматики перевод ЯППУ в режим расхолаживания должен быть произведен дистанционно вручную.
2.5.8. Каждое срабатывание аварийной защиты является чрезвычайным происшествием, обстоятельства которого должны быть тщательно разобраны судовой администрацией.
Должно быть издано распоряжение главного инженера-механика с разбором причины срабатывания аварийной защиты, действий персонала, последствий аварийной ситуации, а также с разработкой мероприятий по ее предотвращению в будущем.
О каждом, случае срабатывания аварийной защиты должно быть доложено судовладельцу в установленном порядке.
2.5.9. Работа ЯППУ на мощности запрещается, и реактор должен быть выведен из действия в случаях:
- пожаров, угрожающих безопасной работе ЯППУ или атомного судна в целом;
- затопления отсеков судна, угрожающих безопасной эксплуатации ЯППУ;
- повышения радиоактивности теплоносителя сверх предельного значения;
- превышения норм выброса радиоактивных газов и аэрозолей;
- повреждения или разрушения основных узлов установки, угрожающих безопасности ЯППУ или судна в целом;
- прекращения подачи забортной охлаждающей воды.
3 ТЕХНИЧЕСКОЕ ОБСЛУЖИВАНИЕ ЯППУ
3.1 Организация технического обслуживания ЯППУ
3.1.1. Распределение оборудования, систем и технических средств ЯППУ по заведованиям определяется расписанием, составленным на основе должностных инструкций, разработанных судовладельцем в соответствии с Уставом службы на судах Министерства морского флота Союза ССР и Положением о технической эксплуатации, морского флота.
Организационные формы технического обслуживания (ТО) устанавливаются судовладельцем на основе действующих в Министерстве морского флота общих нормативных и директивных документов по технической эксплуатации флота и технических средств.
3.1.2. Работы по ТО и ремонту технических средств должны планироваться и выполняться строго в соответствии с планами-графиками ТО. В отдельных обоснованных случаях установленная периодичность работ может изменяться судовладельцем исходя из фактического технического состояния.
В исключительных случаях эксплуатация ЯППУ может быть разрешена судовладельцем с отступлением от выполнения плана-графика ТО при обеспечении безопасности эксплуатации ЯППУ.
3.1.3. Планы-графики технического обслуживания разрабатываются на все технические средства судовым экипажем на основании построечной документации, инструкций по эксплуатации и обслуживанию, Правил технической эксплуатации, требований и норм Регистра СССР и Госатомнадзора, рекомендаций научно-исследовательских и проектно-конструкторских организаций, судовой учетной, и отчётной документации, опыта технической эксплуатации и утверждаются судовладельцем.
3.1.4. Установленные планами-графиками периодичность и трудоемкость работ, а также состав необходимых исполнителей подлежат периодической корректировке на базе данных о фактическом техническом состоянии оборудования, конструкций, систем, деталей, узлов и условий их эксплуатации.
3.1.5. Техническое обслуживание и ремонт оборудования в ЗСР должны планироваться и проводиться с обеспечением минимальных доз облучения персонала, выполняющего работы, при соблюдении норм радиационной безопасности и. санитарных правил.
3.1.7. К выполнению работ по ТО и ремонту должны допускаться только специально подготовленные лица, сдавшие экзамен по правилам выполнения работ, технике общей и радиационной безопасности, прошедшие предварительную тренировку, если необходимо, на тренажерах и стендах. До начала работ при необходимости должны быть:
- разработана технологическая инструкция, определяющая порядок выполнения работ, средства индивидуальной защиты и связи, оценку и контроль индивидуального облучения, а также мероприятия, направленные на снижение доз облучения, и действия, при угрозе радиационной аварии на борту судна;
- произведена комплектация необходимой технической и рабочей документации, оснастки, инструмента, материалов и заготовок.
3.1.8. Потенциально опасные (ядерноопасные) работы должны проводиться по специальному техническому решению или плану, утвержденному главным инженером-механиком.
Техническое решение или план должны содержать:
- перечень и технологию ведения потенциально опасных работ;
- технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности.
3.1.9. Основное оборудование ЯППУ в процессе эксплуатации должно подвергаться инспекциям.
Виды, периодичность и объем инспекций устанавливаются инструкциями по эксплуатации.
3.1.10. Все оборудование и узлы ЯППУ, работающие под давлением, периодически, в сроки, установленные Правилами Регистра СССР, а также после работ, связанных с разгерметизацией контуров, должны подвергаться гидравлическим испытаниям на прочность и плотность в соответствии с технической документацией.
Число гидравлических испытаний на прочность следует ограничивать.
3.1.11. В сроки, установленные Правилами Регистра СССР, необходимо проверять на газоплотность защитную оболочку ЯППУ в соответствии с технической документацией.
3.2 Контроль технического состояния ЯППУ
3.2.1. Оценка технического состояния систем, узлов, элементов и деталей ЯППУ должна производиться на основании:
анализа показаний контрольно-измерительных приборов;
результатов осмотра и ревизий оборудования.
3.2.2. Объем ревизий определяется технической документацией проектанта оборудования.
При определении способов устранения обнаруженных дефектов необходимо руководствоваться техническими условиями на ремонт или инструкциями по обслуживанию и ремонту.
3.3 Особенности выполнения работ при перегрузке
ядерного топлива
3.3.1. Технология дренирования теплоносителя из контуров и корпуса реактора должна обеспечивать соблюдение требований ядерной и радиационной безопасности и исключать осушение активной зоны.
3.3.2. При демонтаже оборудования, узлов и деталей, имеющих высокие уровни ионизирующего излучения, должны использоваться специальные контейнеры или устройства, обеспечивающие биологическую защиту.
3.3.3. Демонтаж и монтаж оборудования должны производиться с соблюдением правил ядерной и радиационной безопасности.
3.3.4. Для выполнения перегрузки ядерного топлива должен быть приказом судовладельца назначен ответственный руководитель работ.
3.3.5. Перегрузка ядерного топлива должна проводиться в соответствии с утвержденным технологическим процессом.
3.3.6. Все работы по перегрузке и транспортировке отработавших тепловыделяющих сборок должны проводиться под непосредственным контролем службы радиационной безопасности, которая осуществляет контроль в пределах санитарно-защитной зоны объекта.
3.3.7. Персонал, участвующий в перегрузке, должен пройти обучение, тренировку и сдать экзамен. Все оборудование, приспособления и оснастка для перегрузки перед использованием должны проверяться в действии на макетах и стендах.
3.3.8. Периодически должна производиться дезактивация рабочих площадок, контейнера, оборудования и трасс перегрузки.
3.3.9. Отработавшее топливо должно транспортироваться в специальных контейнерах и выдерживаться в специальных хранилищах с соблюдением правил ядерной, радиационной и общей техники безопасности.
3.3.10. Для производства транспортно-технологических операций разрешается использовать только исправные приспособления и механизмы, прошедшие периодическое освидетельствование, испытание и контрольный осмотр перед производством операций.
3.3.11. Электродвигатели механизмов транспортного и технологического оборудования должны иметь надежное питание.
3.3.12. При снятых приводах органов управления на всех этапах перегрузки, когда в реакторе находится ядерное топливо.
3.3.13. По окончании выгрузки отработавших тепловыделяющих сборок корпус реактора должен быть подготовлен к загрузке свежих тепловыделяющих сборок, осмотрен, а готовность к загрузке должна быть подтверждена документально.
3.3.14. Операции по загрузке свежих тепловыделяющих сборок должны производиться с контролем нейтронного потока в соответствии с инструкцией по загрузке.
4 МЕРОПРИЯТИЯ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ И КОНТРОЛЮ
ВОДНОГО РЕЖИМА В КОНТУРАХ
4.1. Качество рабочих сред в контурах должно отвечать нормативным требованиям.
4.2. Анализ проб воды должен проводиться в соответствии с действующими методиками.
4.3. Водный режим первого контура ЯППУ должен устанавливаться в соответствии с инструкцией по эксплуатации активной зоны реактора.
4.4. Соблюдение установленных норм водного режима в контурах должно регулярно контролироваться.
4.5. При отклонении показателей качества воды от действующих норм должна проводиться корректировка водного режима.
4.6. Введение в подпиточную питательную и воду первого контура нерегламентированных химических реагентов без разрешения судовладельца запрещается.
5 ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ И ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ. ОХРАНА ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ, ЭКИПАЖА И НАСЕЛЕНИЯ
5.1. Наличие делящихся и радиоактивных материалов требует четкого выполнения всех предписаний, правил, наставлений и инструкций по эксплуатации судовой ЯППУ.
5.2. Капитан, инженерно-технический персонал, эксплуатирующий судовую ядерную энергетическую установку, несут ответственность за обеспечение радиационной и ядерной безопасности и охрану окружающей среды, экипажа и населения в соответствии с Уставом службы на судах Министерства морского флота Союза ССР и должностными инструкциями, утвержденными в установленном порядке.
5.3. Обеспечение радиационной безопасности . и контроль радиационной обстановки осуществляет служба радиационной безопасности.
Контроль за соблюдением правил ядерной безопасности осуществляет главный физик.
5.4. Для выполнения требований радиационной и ядерной безопасности и охраны окружающей среды, экипажа и населения при всех условиях эксплуатации необходимо:
- барьеров, предотвращающих и .ограничивающих распространение, радиоактивных веществ;
- не допускать облучения личного состава ионизирующим излучением и загрязнения поверхностей радиоактивными веществами, выше установленных норм и уровней;
- обеспечивать надежное управление реактивностью на всех режимах работы, ЯППУ, включая перевод в холодное подкритическое состояние и поддержание реактора в этом состоянии;
- предотвращать неконтролируемое распространение радиоактивных веществ;
- ограничивать сброс газоаэрозольных радиоактивных отходов величинами, не превышающими установленных норм;
- обеспечить непрерывный контроль уровней ионизирующих излучений, газовой и аэрозольной объемной радиоактивности воздуха;
- проводить регулярную проверку показаний стационарной системы радиационного контроля с помощью образцовых приборов, или источников ионизирующего излучения, прошедших государственную поверку;
- периодически сравнивать уровни, ионизирующих излучений, с первоначальными измерениями. Картограммы должны сниматься после каждого ремонта и периодически в соответствии с принятой методикой.
5.5. Суда с ядерными энергетическими установками должны быть укомплектованы необходимым количеством средств индивидуального дозиметрического контроля, стационарных и переносных средств радиационного контроля и лабораторным оборудованием для всех обычных и аварийных замеров мощности дозы, радиоактивных загрязнений поверхностей, объемной радиоактивности аэрозолей и технологической воды в контурах, удельной активности нуклидов.
5.6. Контроль уровней, ионизирующих излучений внутри и снаружи ЗСР, внутри судна и на его внешней поверхности должен производиться во всех фиксированных точках, предусмотренных программой.
5.7. В условиях эксплуатации судовой ЯППУ должно быть гарантировано, что ни одно лицо на борту или вблизи судна не подвергается облучению ионизирующим излучением свыше допустимых уровней, установленных Нормами радиационной безопасности.
5.8. На атомном судне должны содержаться в постоянной готовности средства и оборудование:
- специальной вентиляции помещений ЗСР;
- сбора, хранения и выдачи жидких радиоактивных отходов;
- радиационного контроля;
- предотвращения распространения радиоактивных веществ;
- санитарного пропускника.
5.9. Должен вестись строгий учет:
- радиоактивных отходов па судне;
- количества, радионуклидного состава и активности удаляемых с судна отходов, времени и места их удаления;
- посещений ЗСР.
5.10. Средства хранения и транспортировки радиоактивных отходов должны постоянно находиться в состоянии, обеспечивающем предотвращение любого распространения радиоактивных веществ.
5.11. Хранение радиоактивных отходов должно осуществляться в специальных хранилищах и контейнерах.
5.12. Радиоактивность отходов, удаляемых в окружающую среду, должна быть минимальной и в любом случае не превосходить установленных норм.
5.13. Удаление твердых и жидких радиоактивных отходов с атомного судна должно производиться по указанию судовладельца в соответствии с действующими санитарными правилами и требованиями органов санитарного надзора под строгим контролем службы радиационной безопасности.
5.14. Рецептуры дезактивирующих растворов должны строго соответствовать утвержденной инструкции. Применение других рецептур без одобрения судовладельца запрещается.
5.15. Должны регистрироваться и храниться записи с регистрацией доз облучения всех лиц, посещающих ЗСР.
5.16. На атомном судне должен быть разработан и утвержден план мероприятий на случай аварийного распространения радиоактивных веществ, который должен предусматривать:
- возможные аварии и аварийные расписания экипажа раздельно для условий нахождения судна, в море и порту;
- сигналы тревоги;
- состав групп по обеспечению радиационной безопасности, их обязанности, ответственность, оснащение и места сбора;
- места сбора остальных членов экипажа, организацию и пути, их эвакуации;
- расписание учебных тревог и тренировок членов экипажа;
- режим работы систем и оборудования, связанного с обеспечением безопасности судна;
- перечень и порядок действий по ограничению и предотвращению возможной радиационной .опасности для судна, населения и окружающей среды и конкретные обязанности членов экипажа.
5.17. Устройство, эксплуатация и ремонт оборудования судовой ЯППУ должны соответствовать требованиям Правил ядерной безопасности судовых ядерных энергетических установок.
Реактор должен быть зарегистрирован в органах Госатомнадзора и подвергаться ежегодной проверке состояния ядерной безопасности.
5.18. Расследованию аварий, связанных с нарушением ядерной безопасности, и должны быть приняты меры, направленные на предотвращение повторения подобных случаев.
5.19. Должны поддерживаться в исправности и постоянной готовности предусмотренные проектом средства для безопасного управления реактором и вывода его из действия.
5.20. Скорость введения положительной реактивности органами управления должна быть не более указанной в инструкций.
5.21. Операции по достижению критического состояния реактора должны выполняться под руководством старшего вахтенного механика под контролем главного физика в присутствии главного инженера-механика.
5.22. Контроль за остановленным реактором при загруженной активной зоне должен осуществляться постоянно независимо от состояния реактора.
5.23. Все работы со свежим или отработавшим топливом должны проводиться с соблюдением Правил ядерной безопасности по утвержденному плану и инструкциям.
5.24. При перегрузке топлива в любых ситуациях должно быть гарантировано подкритическое состояние реактора.
5.25. Потенциально опасные работы должны проводиться но специальному техническому решению или плану.
6 НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ ЭКСПЛУАТАЦИИ СУДОВЫХ ЯЭУ
6.1 Особенности технической эксплуатации и организации обслуживания судовых ЯЭУ
Особенности эксплуатации и обслуживания судовой ЯЭУ связаны со
следующими свойствами ядерных реакторов:
— принципиальной способностью реактора не только развивать любую мощность, но и изменять ее с очень большой скоростью в состоянии мгновенной надкритичности;
— возможным выбросом радиоактивных элементов, имеющих чрезвычайно большую активность, в результате разгона реактора, который может закончиться разрушением его корпуса (тепловым взрывом) ;
— значительными экономическими потерями, обусловленными уничтожением многолетнего запаса топлива и ликвидацией последствий радиоактивного загрязнения судна и окружающей среды в случае разрушения активной зоны или реактора;
— высокой энергонапряженностью активных зон и наличием в них остаточных энерговыделений, что требует, во избежание расплавления зоны, бесперебойного отвода выделяющейся энергии как при работе на мощности, в аварийных режимах, так и в течение длительного времени после остановки реактора;
— невозможностью непосредственного обслуживания при нормальной работе реактора и всего оборудования ЯППУ, которые являются мощным закрытым источником ионизирующих излучений; в периоды перезарядки топлива, ремонта, аварий, связанных с потерей герметичности защитных барьеров, реактор становится открытым источником излучений, из которого возможно распространение радиоактивных веществ в окружающую среду;
— физико-химическими свойствами используемых материалов (нержавеющая сталь, цирконий, уран и его соединения, бор, европий, гадолиний и их соединения) и необходимостью всемерного снижении скоростей коррозии, эрозии, аварийного вымывания в теплоноситель топлива и продуктов деления.
Техническая эксплуатация и обслуживание судовых ЯЭУ должны быть организованы так, чтобы обеспечивались:
— надежная работа всего оборудования и систем ЯЭУ и в первую очередь оборудования и систем, гарантирующих безопасность и сохранность ЯППУ как при нормальных, так и при аварийных условиях работы;
— соблюдение всех требовании ядерной и радиационной безопасности;
— режимы работы ЯППУ и всей ЯЭУ, при которых наилучшим образом сохраняется герметичность барьеров, исключающих выход радиоактивных веществ в окружающую среду (оболочек твэлов, трубной системы ПГ, корпусов реакторов, трубопроводов первого и третьего контуров);
— организация и поддержание водных режимов в контурах ЯЭУ, при которых коррозия и эрозия материалов защитных барьеров будут
минимальными;
— минимально возможные дозы облучения обслуживающего персонала;
— наиболее полное и экономичное использование энергозапаса активных зон, моторесурса оборудования и систем;
— снижение трудозатрат, времени, расходов на перезарядку реакторов и ремонт оборудования.
Общие требования к технической эксплуатации ЯППУ с ВВРД для морских судов устанавливаются правилами технической эксплуатации судовых ядерных паропроизводящих установок.
Конкретное выполнение всех операций по техническому использованию и обслуживанию оборудования и систем ЯЭУ должно проводиться в строгом соответствии с инструкциями проектантов, заводов-изготовителей и судовладельца (пароходства).
Организационные формы технического обслуживания (ТО) атомного судна устанавливаются на основе действующих в Минморфлоте общих нормативных и директивных документов по технической эксплуатации флота и технических средств.
Работы по ТО и ремонту технических средств должны выполняться строго в соответствии с планами-графиками ТО, разрабатываемыми на все технические средства судовыми экипажами.
Особенностью ЯЭУ является потенциальная возможность ядерной аварии, под которой понимают повреждения твэлов сверх допустимых пределов или потенциально опасное облучение персонала, вызванные потерей управления цепной реакцией, нарушением теплоотвода из активной зоны, образованием критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении ТК, при проведении монтажных и ремонтных работ. При ТО и ремонте могут возникать ядерно-опасные режимы, т. е. такие отклонения от пределов и условий безопасной эксплуатации ядерного реактора, развитие которых ведет к ядерной аварии.
В связи с этим в общем перечне работ по ТО, ремонту и монтажу особо выделяются потенциально опасные работы, при проведении которых Может возникнуть ядерноопасный режим или ядерная авария. Потенциально опасные работы должны проводиться по специальному техническому решению или плану, утвержденному главным инженером-механиком.
Техническое решение или план должны содержать перечень и технологию ведения потенциально опасных работ, а также технические и организационные меры по обеспечению ядерной безопасности. К выполнению работ должны допускаться только специально подготовленные лица, сдавшие экзамен по правилам выполнения работ, технике общей и радиационной безопасности, прошедшие предварительную тренировку, если необходимо, на тренажерах и стендах. До начала работ должна быть разработана технологическая инструкция, определяющая порядок выполнения работ, средства индивидуальной зашиты и связи, оценку и контроль индивидуального облучения, а также мероприятия, направленные на снижение доз облучения, и действия при угрозе радиационной аварии на борту судна. Кроме того, должна быть произведена комплектация необходимой технической и рабочей документации, оснастки, инструмента, материалов и заготовок.
Атомные суда, как и обычные, состоят под надзором Регистра СССР. Цель надзора - обеспечить условия безопасного плавания морских судов, охрану человеческой жизни и надежность перевозки грузов на море. В связи с этим Регистр в установленные им сроки проводит освидетельствования, инспекции, гидравлические испытания оборудования, механизмов, устройств не только судна, ПТУ, ЭЭУ. ГЭУ, но и ЯППУ, включая реактор.
Надзор за ядерной безопасностью любого реактора независимо от его ведомственной принадлежности в СССР осуществляет Государственный комитет по надзору за безопасностью ведения работ в атомной энергетике (Госатомэнергонадзор).
Организация службы и состав специалистов на атомных судах в настоящее время несколько отличаются от паротурбинных и дизельных судов. Специалисты штурманской службы, чтобы успешно эксплуатировать атомное судно, должны знать специфические особенности эксплуатации ЯЭУ, ее маневренные свойства.
Общее руководство деятельностью технических служб осуществляет главный инженер-механик.
Атомно-механическая служба обеспечивает эксплуатацию и ремонт оборудования ЯППУ, ПТУ, общесудовых систем. В ее состав входят старший механик, старшие вахтенные механики, операторы, управляющие реакторами, номерные механики, физик, мастера ЯППУ, машинисты.
Электромеханическая служба в составе старшего и старших вахтенных электромехаников, номерных электромехаников электриков обеспечивает эксплуатацию и ремонт всего электрооборудования судна.
С учетом высокой степени автоматизации и большого объема приборов и систем контроля, важности надежной и точной их работы специалисты по контрольно-измерительной технике и автоматике причисляются к службе КИПиА, возглавляемой начальником службы.
Для обеспечения радиационной безопасности при обслуживании, ремонте оборудования ЯЭУ, перезарядке реакторов, осуществления технологического и дозиметрического контроля существует служба радиационной безопасности.
Наблюдение за здоровьем экипажа осуществляет медицинская служба.
Работа атомных ледоколов ,,Ленин", „Арктика", ,,Сибирь" (СССР), грузопассажирского судна „Саванна" (США), рудовоза ,,Отто Ган" (ФРГ) позволила накопить к настоящему времени более 150 реакторолет опыта эксплуатации, который подтверждает безопасность и высокую надежность судовых ЯЭУ.
Однако накопленный опыт показывает, и это совпадает с опытом стационарной ядерной энергетики, что значительная доля аварийных ситуаций (до 80%) создается или усугубляется вследствие ошибочных действий персонала.
С учетом возможной тяжести аварий реактора к эксплуатации судовых ЯЭУ должны допускаться высококвалифицированные специалисты, имеющие не только хорошую теоретическую подготовку, но и прочные практические навыки по управлению оборудованием и системами ЯЭУ. Такие навыки могут быть получены в первую очередь за счет подготовки и переподготовки вахтенного персонала на специальных тренажерах.
Техническое использование, обслуживание и ремонт палубных механизмов, общесудовых систем и устройств, механизмов и оборудования, входящих в состав паротурбинных, гребных электрических и электроэнергетических установок не имеют принципиальных особенностей и проводятся в основном так же, как и на обычных судах. В связи с этим ниже рассматриваются только некоторые вопросы эксплуатации, имеющие специфические особенности и присущие только судовым ЯЭУ.
6.2 Приготовление и очистка воды
В процессе эксплуатации атомного судна и его энергетической установки возникает значительная потребность в пресной воде различного назначения и, следовательно, различного качества.
Система приготовления воды должна обеспечивать получение: питьевой и мытьевой воды до 200—300 кг/сут на одного члена экипажа, качество которой должно отвечать санитарным нормам; питательной воды, необходимой для промывок, заполнения контуров и восполнения утечек в паротурбинной установке, качество которой регламентируется соответствующими нормами на воду второго контура (например, на атомных ледоколах типа „Арктика " требуется 20—30 т/сут воды для восполнения утечек из ПТУ); воды высокой чистоты (ВВЧ), которая требуется для промывок, заполнения, подпитки первого и третьего контуров, проведения гидроперезарядок их фильтров, постановки на „мокрое" хранение ПГ и т. д.
Требования к качеству воды для первого и третьего контуров при выполнении перечисленных эксплуатационных задач различны и устанавливаются соответствующими нормами, зависящими от типа установки, используемых материалов и типа водного режима.
Система приготовления воды. На рис. 6.1 представлена структурная схема приготовления питательной воды и воды высокой чистоты. Для приготовления питательной воды на атомных судах, как и на обычных, используются водоопреснительные испарительные установки. Учитывая большие потребности в пресной воде и высокие требования к ее чистоте, в ЯЭУ обычно используются бесповерхностные вакуумные адиабатные многоступенчатые испарители, работающие по принципу самоиспарения. Такие испарители обеспечивают получение дистиллята с общим солесодержанием менее 0,5 мг/кг и хлор-ионов менее 0,1 мг/кг.
Забортная вода, проходя конденсаторы, охладитель эжектора и паровой подогреватель, куда подается греющий пар с давлением до 0,25 МПа, подогревается до 70—80°С. Затем вода поступает в камеры испарения, в каждой из которых поддерживается с помощью эжектора давление примерно от 15 КПа (в первой камере) до 5 кПа (в четвертой). При последовательном прохождении камер около 5 % воды испаряется, а рассол удаляется за борт.
Сконденсировавшийся пар в виде дистиллята откачивается дистиллятным насосом в цистерну запаса питательной воды. Во избежание засоления запаса воды в случае повышения солесодержания дистиллята выше 1 мг/кг сброс дистиллята автоматически переводится на цистерну мытьевой воды или в трюм.
Конденсат греющего пара отводится в конденсаторы главной турбины, или ВТГ, поэтому при нарушении плотности трубной системы подогревателя возможно поступление соли в конденсатно-питательную систему. В этом случае по сигналу солемера испарительная установка переключается на резервный подогреватель или вводится в работу резервный испаритель. В зависимости от температуры забортной воды расход греющего пара в таких испарителях составляет 0.6 - 1 кг на 1 кг дистиллята.
На атомных ледоколах типа „Арктика" установлены два четырехкамерных испарителя такого типа марки М4С производительностью по 120 т/сут. Опыт их эксплуатации показывает, что при хорошей отладке
эти испарители стабильно выдают воду весьма высокого качества (солесодержанис ≤0,5мг/кг, ≤0,05мг/кг), которая практически полностью отвечает всем требованиям к воде, используемой во втором контуре.
Однако, вода, полученная в испарителе, не удовлетворяет требованиям, предъявляемым к ВВЧ, тем более, что в цистерне запаса пресной воды она насыщается из воздуха кислородом (до 10-14 мг/кг), азотом (до 5-7 мг/кг) и углекислотой (до 15-20 мг/кг). В связи с этим водоочистительная установка для приготовления ВВЧ должна обеспечивать очистку воды, как от солей, так и от кислорода, а также хранение воды в условиях, исключающих ее вторичное насыщение кислородом.
Растворенные в воде соли присутствуют в ней в виде электрически заряженных ионов, а растворенные газы в молекулярном виде, т. е. в электрически нейтральной форме. Поэтому в состав водоочистительной установки включаются (см. рис. 6.2) ионообменный и электроноионообменный фильтры.
Приготовление ВВЧ осуществляется следующим образом: питательная вода из цистерны запаса или непосредственно из конденсатно-питательной магистрали подается в обескислороживающий электроноионообменный фильтр, затем на ионообменный обессоливающий фильтр и через механический фильтр поступает в цистерну ВВЧ. После полного заполнения ЦВВЧ воздушный клапан закрывается и в цистерне создается азотная подушка с избыточным давлением около 40 кПа; при этом путем слива излишков воды в цистерне устанавливается необходимый уровень.
Контроль качества ВВЧ осуществляется за механическим фильтром с помощью солемера (пределы измерения 0,05—3 мг/кг), кислородомера (пределы измерения 0-0,02 мг/кг) и хлоридомера (пределы измерения 0-0,15мг/кг). Если качество ВВЧ не удовлетворяет нормам, то дополнительная очистка производится путем организации циркуляции, по контуру: ЦВВЧ - циркуляционный насос - фильтры - ЦВВЧ.
На атомном ледоколе типа „Арктика" используется водоочистительная установка производительностью 6т/ч. В обескислороживающем фильтре в качестве наполнителя применяют электроноионообменные смолы (редокситы) типов ЭИ5 или ЭИ21, основу которых составляет катионит КУ-2, а восстановителем является металлическая медь, осажденная на поверхности катионита. Фильтр обеспечивает снижение кислородосодержания с 10 до 0,02 мг/кг.
Рис. 6.1 Структурная схема получения питательной воды и
воды высокой чистоты на атомном судне
1- трубопровод от ЭКН главного конденсатора; 2- насос перекачки питательной воды; 3- цистерна запаса питательной воды; 4- трубопровод для сброса дистиллята в цистерну мытьевой воды при солесодержании более 1мг/кг; 5- трёхходовой магнитный клапан; 6- насос забортной воды; 7- рассольный насос; 8- бесповерхностный вакуумный испаритель; 9- трубопровод отвода конденсата греющего пара с датчиком солесодержания; 10- подогреватель; 11- эжектор; 12- трубопровод подвода греющего пара; 13- дистиллятный насос; 14- механический фильтр с сеткой саржевого плетения; 15- трубопровод к цистерне „мокрого" хранения ПГ; 16- бачок для приготовления растворов химических реагентов; 17- трубопровод слива излишков воды; 18- воронка для загрузки химических реагентов; 19- редукционные клапаны; 20– баллон с азотом; 21- уровнемер; 22- трубопровод взятия проб; 23-трубопровод в систему гидроперегрузки фильтров первого и третьего контуров; 24- трубопровод на заполнение монжусов; 25- расширительная цистерна третьего контура; 26- трубопровод на подпитку, заполнение и проливку первого контура; 27- трубопровод на опрессовку первого контура; 28- трубопровод на опрессовку ПГ и трубопровода свежего пара второго контура; 29- циркуляционный насос системы приготовления воды высокой чистоты; 30- подпиточные насосы первого контура; 31- опрессовочный насос; 32- трубопровод от турбопитательного насоса на проливку активной зоны; 33- трубопровод из системы приготовления дезактивирующих растворов; 34- ионообменный обессоливающий фильтр; 35- электроноионообменный обескислороживающий фильтр; 36- ионообменный фильтр второго контура на конденсатной магистрали; 37,38,39- датчики солесодержания, концентрации и соответственно.
Емкость по кислороду электроионообменных смол ограничена и составляет для ЭИ21 50кг/м. В связи с этим целесообразно использовать в водоочистительной установке конденсат из главных конденсаторов после его прохождения фильтра второго контура, в котором содержание кислорода не превышает обычно 0,1мг/кг, что существенно повышает срок службы фильтра. Обессоливающий фильтр загружается механической смесью (в объемном соотношении 1:1) катионита КУ-2-8ч и анионитом АВ-17-8чс и обеспечивает снижение содержания ионов хлора с 0,1 до менее 0,025мг/кг.
ВВЧ используется для приготовления растворов гидразин-гидрата, аммиака и других химических реагентов, которые вводятся в первый контур для удаления кислорода или корректировки водного режима. Необходимые растворы приготовляются в специальном бачке и вводятся в контур с помощью подпиточных насосов.
Очистка воды от примесей. В состав систем очистки воды от примесей в первом, втором и третьем контурах входят фильтры, в которых в качестве фильтрующих материалов используются ионообменные материалы.
В связи с высокой радиоактивностью воды первого контура и еще большей активностью отработавшей смолы, а также размещением фильтров в биологической защите загрузка сорбентов в фильтры обычно осуществляется гидравлическим или пневмогидравлическим способом.
Схема системы гидравлической загрузки и выгрузки сорбентов из фильтров первого и третьего контуров, типичная для судовых ЯППУ, приведена на рис. 6.2. Приготовленные на береговой базе порции свежих сорбентов, отвечающих по своему составу и форме водному режиму, принятому в первом и третьем контуре, загружаются в соответствующие емкости для хранения сорбентов, предварительно заполненные водой высокой чистоты.
Загрузка может осуществляться из транспортной тары вручную, через воронки загрузочных емкостей с подачей воды в воронки из ЦВВЧ и контролем через смотровое стекло. Возможна также загрузка свежих сорбентов с емкости 8 и 16 гидравлическим путем.
Рис. 6.2. Схема системы гидравлической загрузки и выгрузки сорбентов ил фильтров первого и третьего контуров.
1 - монжусы; 2 - влагоотделяющие устройства на выбросе воздуха из монжусов; 3 - трубопроводы в дренажную систему; 4 - трубопроводы входа и выхода воды первого контура; 5 - ионообменный фильтр первого контура; 6 - трубопроводы в систему воздухоудаления высокого давления; 7 - датчики радиометра; 8 - емкость для хранения смеси катионита и анионита, загружаемых в фильтр первого контура; 9 - насос для гидравлической загрузки фильтров; 10 - цистерна воды высокой чистоты; 11 - загрузочные емкости; 12 - трубопровод гидравлической загрузки сорбентов с базы; 13 - трубопровод возврата воды на базу; 14 - смотровое стекло; 15 - трубопровод слива в шпигаты; 16 - емкость для хранения ионитов, загружаемых в фильтр третьего корпуса; 17 - съемные калачи; 18 - трубопроводы входа и выхода третьего контура; 19 - ионообменный фильтр третьего контура; 20 - перегрузочная емкость для хранения отработавших сорбентов; 21 - трубопровод подачи сжатого воздуха.
Перед загрузкой фильтров берутся пробы воды из ЦВВЧ и емкостей хранения сорбентов. Если вода не отвечает нормам, то сорбенты отмываются водой из ЦВВЧ путем организации циркуляции насосом 9, а вода высокой чистоты проходит дополнительную очистку в водоочистной установке.
Перегрузка фильтров проводится, как правило, не чаще одного раза в навигацию, поэтому надежнее и проще соединять емкости для хранения сорбентов с фильтрами не постоянными трубопроводами с арматурой, а съемными трубопроводами (калачами), которые временно монтируются на период проведения какой-либо операции, соединяя стационарные трубопроводы (проходки) 1', 2', 3', 4', 5', 6', 7', 8', 9', выходящие из бака ЖВЗ, с патрубком загрузки 10' и монжусами К-1 и К-2.
Загрузка свежих сорбентов в пустые фильтры первого и третьего контуров производится с помощью насоса гидроперезарядки 9. Для загрузки фильтра первого контура устанавливаются калачи 1'-2' и 3'-10'. Вода из ЦВВЧ насосом гидроперезарядки подается снизу и сбоку в емкость 8, образующаяся пульпа поступает через проходку 3' в пространство между трубными досками фильтра. Вода проходит через подложку и щелевые фильтры в калач 1'-2' и далее через клапан А в монжус К-1, а смола оседает на подложке фильтра. Фильтр третьего контура можно загружать аналогичным образом, установив калачи 8'-10' и 9'-7'. Однако на практике целесообразнее установить в проходку 3' воронку, через которую из транспортной емкости подавать смолу, смывая ее небольшим количеством воды из ЦВВЧ с помощью гибкого шланга. Это позволяет заметно уменьшить количество радиоактивной воды в монжусах.
7. РАСЧЕТ КРИТИЧЕСКИХ (ПУСКОВЫХ) ПОЛОЖЕНИЙ
ОРГАНОВ РЕГУЛИРОВАНИЯ
Пуск реактора, т. е. его вывод в критическое состояние, осуществляется путем извлечения из активной зоны органов регулирования по строго определенному алгоритму.
При пуске реактора необходимо, как правило, увеличивать реактивность активной зоны на несколько процентов, для чего требуется перемещение не только стержней АР (если они имеются в реакторе), но и «тяжелых» органов регулирования, т. е. КС или КР. Обозначим КРП комбинацию из органов регулирования (K или К + А), которые должны перемещаться в процессе пуска. Перечень органов регулирования, входящих в состав пусковой комбинации КРП, и порядок их взаимного перемещения устанавливаются инструкцией по эксплуатации реактора.
Пуск реактора недопустим, если не обеспечена его аварийная защита. Поэтому прежде всего из активной зоны поочередно выводят в рабочее положение (на верхние концевики) все группы стержней AЗ, что дает возможность при необходимости быстро прекратить реакцию. Для надежного контроля за состоянием реактора группы AЗ поднимают с выдержкой времени 20-30 с между окончанием подъема одной группы и началом подъема следующей.
Для правильной реализации алгоритма пуска реактора необходимо заранее знать высоту подъема КРП от крайнего нижнего положения (НК) до положения, при котором реактор станет критическим, т. е. критическое или пусковое положение КРП (), а также до положений, при которых подкритичность активной зоны будет равна — 3 и — 1 %, т. е. и соответственно. Последнее необходимо для перехода к увеличенным выдержкам времени между шагами КРП в процессе приближения к критическому состоянию.
В зависимости от состояния активной зоны (температуры, глубины отравления ксеноном и самарием) и момента кампании имеет различные значения, которые должны быть оценены расчетным путем до начала пуска реактора.
Для активной зоны нового типа при ее первом физическом пуске на стенде завода-изготовителя оценивают на основе проектных расчетных данных, уточняют экспериментально и заносят в формуляр зоны. Это значение используется при первом пуске реактора на судне. Следует иметь в виду, что из-за различия температур зоны, конструкций отражателя и эффективности КРП на стенде и на судне критическое положение при первом пуске реактора на судне может отличаться на несколько миллиметров от . Это делает первый пуск реактора на судне особенно ответственным. Поэтому для повышения безопасности при первом пуске наряду со штатной пусковой аппаратурой, как правило, дополнительно используют более чувствительную нештатную пусковую аппаратуру, обеспечивающую контроль и защиту реактора при более низких уровнях мощности (начиная с мощности, устанавливающейся в реакторе после введение источника нейтронов).
При каждом последующем эксплуатационном пуске (рис. 7.1) критическое положение КРП, например , рассчитывают исходя из известных критических положений или при предыдущем пуске , или при остановке реактора, предшествующей рассматриваемому пуску . Рассчитать по всегда можно, поскольку всегда известно, в то время как может быть точно и не зафиксировано (например, при аварийной остановке реактора).
Рис. 7.1 График работы реактора во времени
(к расчету пусковых положений).
Различие в пусковых положениях КРП будет определяться, с одной
(7.1)
стороны, изменением запаса реактивности в активной зоне с момента предшествующего пуска до момента очередного пуска (включая время выхода на минимально контролируемый уровень) вследствие процессов выгорания и воспроизводства топлива, зашлаковывания и выгорания ВП, различия в температурах зоны, нестационарном отравлении ксеноном в самарием, а с другой стороны, изменением эффективности КРП в зависимости от температуры и энерговыработки активной зоны.
Рассмотрим один из возможных методов расчета .
Изменение запаса реактивности в активной зоне с момента предшествующего пуска (при ) до момента очередного пуска (при ) в общем случае можно представить в виде алгебраической суммы следующих составляющих:
(7.2)
Все слагаемые в (6.13) обычно определяют по графическим зависимостям, которые прилагаются к инструкциям по эксплуатации активной зоны. Качественный характер этих зависимостей представлен на рис. 7.2.
Рис. 7.2 Характеристики активной зоны, используемые при расчете пусковых положений:
а - зависимость запаса реактивности активной зоны от энерговыработкн; б -зависимость реактивности от средней температуры зоны; в – нестационарное отравление реактора ксеноном; г - нестационарное отравление реактора самарием (прометиев провал); д -зависимость стационарного отравления ксеноном от тепловой мощности реактора.
Первое слагаемое в (7.2) (рис. 7.2, а) представляет собой изменение запаса реактивности, обусловленное выгоранием и воспроизводством топлива, зашлаковыванием, выгоранием ВП, а также обычно стационарным отравлением самарием, которое не зависит от мощности реактора. Кривую строят в зависимости от энерговыработки или эффективных суток для холодного (Т = 20°С) разотравлеиного по ксенону реактора и без учета прометиевого провала реактивности . Величина равна алгебраической разнице и и может быть меньше и больше нуля, что необходимо учитывать в (7.2). Различие в энерговыработке реактора между двумя пусками определяется по (4.122) за время работы на мощности (см. рис. 7.1).
Второе слагаемое в (7.2) характеризует изменение запаса реактивности, обусловленное различием температуры активной зоны в предшествующем и очередном пуске,
, (7.3)
т. е. учитывает температурный эффект реактивности, который обычно возрастает с ростом энерговыработки реактора (рис. 7.2, б).
Третье слагаемое в (7.2) определяет различие в запасах реактивности активной зоны вследствие нестационарного отравления ксеноном (йодная яма), (рис. 7.2, в), а четвертое () - вследствие прометиевого провала (рис. 7.2, г).
Глубина отравления в йодной яме и прометиевом провале зависит от уровня мощности, при которой был остановлен реактор, времени стоянки реактора до пуска ( и ) и энерговыработки реактора. Для судовых реакторов, особенно на ледоколах, характерен режим работы с переменной мощностью. Поэтому необходимо найти среднюю мощность и , на которой работал реактор до остановки за период . Для оценки различия в нестационарных отравлениях ксеноном обычно достаточно установить среднюю мощность реактора за время , а для прометиевого провала — за время .
Если время стоянки или более трех-четырех суток, то величину отравления ксеноном в момент соответствующего пуска следует принять равной нулю, так как за это время распадется практически весь ксенон-135, который имелся к моменту остановки реактора, а также ксенон-135, образовавшийся в результате распада йода-135 после остановки реактора. Если время стоянки или более 15-20сут, то к моменту пуска будет достигнуто практически стационарное отравление самарием в прометиевом провале, прямо пропорциональное уровню мощности, при котором был остановлен реактор.
С учетом изложенного значения , и находят следующим образом (рис. 7.2, в и г):
(7.4)
(7.5)
Точность оценки запаса реактивности, который имеется в активной зоне к моменту пуска, зависит, очевидно, от точности используемых графических зависимостей. Для повышения точности этих графиков и а первую очередь зависимости реактивности от энерговыработки зоны их следует периодически корректировать (особенно для головных типов активных зон) по результатам нейтронно-физических измерений, проводимых в течение кампании.
При оценке по нет необходимости в использовании зависимости , так как энерговыработка за период стоянки, естественно, равна нулю, и, следовательно, = 0. Тогда изменение запаса реактивности активной зоны будет определяться различием в температурных эффектах на моменты пуска и остановки и различиями в глубине отравления ксеноном и самарием, т. е.
(7.6)
Здесь
(7.7)
(7.8)
(7.9)
Значение (, ) равно значению отравления реактора ксеноном перед остановкой реактора. Если 30 ÷ 40ч, то в качестве (, ) можно принять значение стационарного отравления ксеноном при мощности , т. е. () (рис. 7.2, д). Если < 30ч, то для определения (, ) следует использовать графики, так как за <30ч стационарное отравление ксеноном еще не достигается.
Если реактор находится в критическом состоянии (перед остановкой) или выводится в критическое состояние (при пуске), это значит, что запас реактивности активной зоны (, , ) соответственно был или будет полностью скомпенсирован равной по величине, но обратной по знаку реактивностью вводимой в зону при перемещении КРП. Поэтому для определения по известным или и найденным значениям следует использовать зависимость полной интегральной эффективности КРП от высоты ее подъема от нижнего концевика.
Эффективность КРП зависит от средней температуры зоны и, кроме того, изменяется в течение кампании в зависимости от энерговыработки W. Обычно зависимость строят при = 20°С (рис. 7.3, а), а для оценки влияния температуры используют зависимость коэффициента температурного утяжеления (для КРП) от средней температуры зоны (рис. 7.3, б). Тогда из очевидного равенства
(7.10)
следует, что при очередном пуске с помощью КРП нужно ввести в зону реактивность, равную
(7.11)
Рис. 7.3 Характеристики пусковой комбинации органов
регулирования (КРП):
а - зависимость интегральной эффективности КРП от положения в активной зоне; б - зависимость коэффициента температурного утяжеления КРП от средней температуры активной зоны: НК, ВК - крайние нижнее и верхнее положения КРП
Значение (, , 20°) находят из рис. 7.3, а по известным и , а значения () - из рис. 7.3, б по известным и .
По найденному значению (, , 20°) из рис. 7.3, а определяют ожидаемое критическое положение КРП при очередном пуске . Если расчет проводили по известному положению КРП в момент остановки, то в (7.11) следует заменить и на и .
При отсутствии зависимости ориентировочно можно оценить изменение критического положения. ΔH от или , если использовать среднее между и ожидаемым значение дифференциальной эффективности КРП (/) (20°). Тогда
(7.12)
Если известно , нетрудно найти по рис. 7.3, а значения и , заменяя в (7.11) на ( — 0,03) и ( —0,01) соответственно. Можно в этих целях использовать также () (20°), если определять и следующим образом:
(7.13)
(7.14)
Важно отметить следующее: пусковое положение может быть выше, ниже или даже равно или — все определяет характер зависимости , предшествующие условия работы реактора, время после остановки и температура реактора. Все уравнения в данном параграфе - алгебраические, поэтому ошибки в определении абсолютных значений , , , и особенно их знаков могут привести к существенным погрешностям в определении . Если в результате, ошибок получатся завышенные значения , это может вызвать пусковую аварию, т. е. разгон реактора после достижения критичности с недопустимо малыми периодами. Поэтому расчет критических положений и вывод реактора из подкритического состояния в критическое — весьма ответственные операции, которым следует уделять наибольшее внимание. Оператору, управляющему реактором, полезно запомнить одно важное правило, вытекающее из свойств подкритического реактора: если в подкрипшческом реакторе после очередного шага КРП (высвобождения реактивности) мощность реактора увеличится в два раза, то после следующего такого же шага (по реактивности) реактор станет критическим.
Если при выводе КРП из подкритического положения в ожидаемое критическое реактор не достигает критичности, то согласно инструкции по пуску реактора обычно разрешается дальнейший подъем КРП, по при этом необходимо уменьшить в два-три раза шаг, на который поднимается одновременно КРП или его некоторая часть, а выдержку времени между шагами увеличить в два-три раза, т. е.до 5—6 мин. Предельно допустимое превышение подъема КРП над расчетным значением определяется соотношением
(7.15)
где <1 — коэффициент, устанавливаемый инструкцией по эксплуатации, обычно 0,50,7. Например, при = 0,008 = 800· ед. реактивности, = 0,5, = 1,2 и = 20· получим
(7.16)
Указанное ограничение на обусловлено необходимостью исключить приближение к состоянию мгновенной критичности. Если даже при + реактор не достигнет критичности, пуск следует прекратить, КРП опустить в реактор на глубину, обеспечивающую его подкритичность не менее чем на 3, т. е. в положение
, (7.17)
проверить расчеты пускового положения, а также работу систем управления КРП и контроля за мощностью реактора.
Повторный пуск разрешается только после точного установления причины, приведшей к срыву первого пуска.
8 СРЕДСТВА ПЕРЕЗАРЯДКИ РЕАКТОРОВ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ
8.1 Перезарядка реактора
Выгрузка отработавшего топлива. Выгрузку топлива можно осуществлять двумя методами: 1) выгрузка активной зоны целиком;
2) поканальная (покассетная) выгрузка активной зоны.
Первый метод применяется только в аварийном случае, когда поканальная выгрузка невозможна из-за разрушения (частичного или полного) зоны. Основной вид выгрузки в настоящее время — поканальная.
Для перегрузки предусматривают: хранилище отработавшего топлива на береговой или плавучей базе, набор оборудования для выгрузки топлива, подъемные краны для транспортировки перегрузочных контейнеров с борта судна в хранилище и средства транспортировки топлива на заводы по переработке отработавшего топлива после выдержки в хранилищах.
Процесс выгрузки требует тщательной подготовки, так как приходится иметь дело с очень высокоактивным и дорогостоящим материалом. Выгоревшее топливо через месяц после остановки реактора может иметь активность по 1 млн Ku на каждую топливную кассету. Несоблюдение правил радиационной безопасности может привести к значительному переоблучению личного состава, большому загрязнению помещения и в связи с этим к большим дезактивационным работам. Перезарядка производится при вскрытой крышке реактора, заполненного активной водой. Пролив воды ведет к загрязнению помещения, а ее перегрев — к испарению и появлению аэрозолей в воздухе. Поэтому все работы ведутся под контролем службы радиационной безопасности. Для подъема и переноса тепловыделяющей сборки с активностью около 1 млн. Ku применяют контейнеры массой 10 - 20 т. Падение такого груза может привести к непоправимым последствиям.
Все перегрузочное оборудование расконсервируют и проверяют в действии на стенде. Перед началом перегрузки обслуживающий персонал проходит обучение и практическую тренировку. Допущенные к работам сдают экзамен. Проверяется наличие спецодежды, средств индивидуальной защиты и индивидуальных дозиметров (не менее двух на человека). Реактор расхолаживают до 50—60 °С.
Работы начинают с демонтажа кабельных трасс, сервоприводов СУЗ, термометров сопротивления, термопар и т. п. Затем устанавливают специальную рабочую площадку, входящую в состав перегрузочного оборудования. Демонтируют сервоприводы СУЗ: стержни отделяют от приводов, опускают в реактор и закрепляют в нижнем положении. Сервоприводы транспортируют на базу в цех дезактивации с последующей отправкой на профилактический ремонт и регулировку на стенде. Гайки крепления крышки ослабляют при помощи домкратов. Домкрат захватывает верхнюю нарезную часть шпильки над гайкой и создает плавно увеличивающееся усилие до .500—600 т, что позволяет вытянуть шпильку на 0,05—0,1 мм и отвернуть гайку легким ключом. Обычно используют три домкрата, подвешенные к одной траверсе. Производят подрыв и последующий подъем крышки, затем крышку протирают снизу и отправляют на базу для дезактивации и хранения.
На горловину реактора устанавливают промежуточную обечайку вровень с палубой помещения или рабочей площадкой (рис. 8.1), а на нее — координатно-наводящее устройство (КНУ) с двумя электромоторами, перемещающими две плиты с единственным отверстием, которое можно расположить над каждым каналом. Над отверстием имеется чаща для установки перегрузочного контейнера. После установки производят выгрузку топлива в хранилище. Если топливо начинают выгружать через небольшой промежуток времени после остановки реактора, то контейнер заполняют водой для охлаждения от судовой магистрали через подсоединяемый шланг.
Рис. 8.1 Устройство для выгрузки ядерного горючего:
а — крышка реактора на стенде с навешенной машинкой для сварки и резки
уплотнений; б — перегрузочный контейнер над координатно-наводящим устройством:
1 - опора крышки; 2 - заменяемые уплотняющие детали; 3, 4 - устройства для резки или сварки уплотнений; 5 - защитный бак; 6 - тепловыделяющая сборка; 7 - приспособление для захвата сборки твэлов; 8 - штурвал для открытия заслонки; 9 - индикатор положения «Заслонка открыта»; 10 - тепловыделяющая сборка в контейнере; 11 - приспособление для захвата; 12 - защитный колпак; 13 - шпилька предохранителя; 13 - коническое уплотнение манипулятора; 15 - индикатор положения «Заслонка закрыта»; 16 – КНУ.
По окончании выгрузки всех ТК реактор дренируют и осматривают при помощи перископов и телеустановки. Наиболее ответственные места (патрубки реактора и их сварные швы, фланец крышки и места крепления шпилек) подвергают неразрушающему контролю ультразвуком, магнитным и цветным методами.
Во время выгрузки ведут контроль (методом взятия мазков) за загрязнением контейнеров, рабочей площадки и трассы выгрузки. Периодически (при необходимости) производят дезактивацию площадки, контейнера и трассы выгрузки. Служба радиационной безопасности непрерывно контролирует γ-фон, газовую и аэрозольную активность по стационарным приборам и периодически снимает картограмму γ -фона в месте работы перегрузочных бригад. Каждая смена перед началом работ знакомится с картограммой γ -фона, показаниями приборов, разрешенной продолжительностью работы, каждый из работников получает по два заряженных индивидуальных дозиметра и спецодежду. При хорошо организованной выгрузке, когда обеспечиваются отсос из-под КНУ в вентиляционную мачту и постоянное поддержание низкой температуры теплоносителя, работы выполняют в обычных белых комбинезонах, хирургических перчатках и резиновых ботинках. На рабочей площадке вводится дополнительный режим: на ботинки надевают пластикатовые бахилы и снимают их при уходе с площадки. В случае усложнения обстановки применяют дополнительные средства индивидуальной защиты: пластикатовые полукомбинезоны и индивидуальные фильтры типа «лепесток» из ткани Петрянова.
Хранение и переработка отработавшего топлива. Отработавшее топливо выдерживают в хранилищах береговой или плавучей базы, затем загружают в транспортные контейнеры и отправляют на завод по переработке отработавшего топлива.
Загрузка реактора топливом. Перед загрузкой нового топлива внутренние поверхности контура подвергают при необходимости дезактивации и тщательно промывают. Топливо загружают с использованием штатного перегрузочного оборудования.
Рассмотрим процесс загрузки головной активной зоны топливом, в ходе которого осуществляются необходимые физические измерения и достигается критическое состояние зоны. Над вскрытым реактором, заполненным теплоносителем, устанавливают приспособления для перемещении тех органов регулирования, которые по своей конструкции не могут быть удалены из реактора, а также телескопическую систему или лебедку с тросом для опускания в реактор ТК, аварийных и регулирующих стержней. Для надежной регистрации потока нейтронов примерно- в центре активной зоны размещают искусственный источник нейтронов. В специально предусмотренные каналы в активной зоне либо в незаполненные места для рабочих каналов устанавливают счетчики нештатной пусковой аппаратуры.
Рис. 8.2 Оценка критического числа ТК при загрузке
активной зоны (кривая обратной скорости счета)
Загрузка топлива производится путем установки ТК вручную или при помощи приспособления в соответствии с картограммой по спирали от центра к периферии. В процессе загрузки ведется непрерывный контроль за нейтронным потоком в реакторе. Это позволяет в несколько приближений уточнить ожидаемую критическую массу (критическое число каналов) путем построения кривой обратного счета (рис. 8.2). Ее строят с использованием зависимости следующим образом. По оси ординат откладывают обратную скорость счета, по оси абсцисс — число загруженных каналов. Точка 1, расположенная на оси ординат,— обратный счет источника. После загрузки первой партии каналов , замеряют скорость счета и наносят точку 2 кривой обратного счета, пропорционального (1—k). Проведенная через точки 1 и 2 прямая пересекает ось абсцисс в точке , которая является первым приближением критического числа рабочих каналов. Следующая партия каналов составляет не более . Прямая, соединяющая точки 2 и 3, пересекает ось абсцисс в точке , характеризующей второе приближение критического числа каналов, и т. д.
Каждая последующая партия каналов составляет не более . Когда коэффициент умножения достигнет значений 25—30, что соответствует k = 0,960,97, переходят на загрузку по одному ТК.
При вводе последнего канала, если реактор становится надкритическим, определяют период удвоения мощности, и канал частично извлекают из реактора с целью приведения активной зоны в точно критическое состояние. При этом лица, производящие загрузку, должны быть готовы немедленно извлечь вставленный рабочий канал по сигналу специалистов-физиков, контролирующих обстановку.
После определения критического числа каналов в активную зону вводят компенсирующие стержни, если ранее они были извлечены.
По окончании загрузки проводят эксперименты, связанные с определением эффективности органов регулирования. При наличии стержней АР в первую очередь определяют интегральную и дифференциальную эффективность одной группы стержней АР. Далее находят в возможных границах перемещения КР их эффективность. На этом физический пуск реактора с открытой крышкой обычно считается законченным, и реактор с помощью стержней регулирования переводят в подкритическое состояние.
Далее устанавливают штатную крышку реактора и на ней монтируют оборудование (обычно приводы органов регулирования). После гидравлических испытаний и проверки в действии всех систем, обслуживающих ЯППУ, проверяют работу систем управления и защиты, радиационного и теплотехнического контроля с их системами питания. Затем вводят в действие вентиляцию герметичного контейнера или выгородки.
Следует отметить, что изложенная выше последовательность перегрузки топлива касается, скорее, принципов, нежели реальной технологии перегрузки на судне. В судовых ЯППУ, в частности, загрузка свежих ТК всегда осуществляется при полностью введенных в зону органах компенсации реактивности, поэтому критическое состояние в период загрузки никогда не достигается, физические измерения проводятся только после установки крышки, проверки и ввода в действие указанных выше систем.
Для каждого типа судовой ЯППУ перегрузка топлива осуществляется по детально разработанной технологической инструкции, учитывающей особенности данной ЯППУ, используемого перегрузочного оборудования, все требования ядерной и радиационной безопасности применительно к конкретным условиям перегрузки.
8.2 Средства перезарядки реакторов ядерным топливом
Перегрузка ядерного топлива реактора является специфической относительно сложной и длительной операцией, для выполнения которой требуются специальные организация работ, технические средства (приспособления и устройства), соответственно подготовленный персонал. При перегрузке топлива необходимо строгое соблюдение установленных правил радиационной безопасности.
Газоохлаждаемые реакторы типа установленных па АЭС «Колдер-Холл» можно перезаряжать без прекращения работы (на сниженной мощности) при помощи специальных разгрузочно-загрузочных машин (РЗМ). Перезарядку же современных водоохлаждаемых энергетических реакторов (водо-водяных и кипящих) можно производить только после прекращения их работы и специальной подготовки.
Перезарядка реакторов атомного судна может быть произведена как в доке (сухом или плавучем), так и на плаву, при этом выгруженные отработавшие ТВЭЛ, обладающие большой радиоактивностью, могут быть размещены для временного хранения и выдержки в специальных береговых хранилищах или хранилищах специального судна. Перезарядка реакторов на плаву судна должна производиться в тихой специально оборудованной хорошо защищенной от ветра и волн бухте.
На рис. 8.3 показана упрощенная схема устройства перезарядки реакторов надводного атомного судна, а на рис. 8.4 — судно «Атомик Сервант» для специального обслуживания американского атомного судна «Саванна».
Плавучая база «Атомик Сервант» — несамоходное судно (спецбаржа), она предназначена для перезарядки реакторов в доке или на плаву в прибрежных районах.
Рис. 8.3 Устройство для перезарядки судового реактора
ядерным горючим (схема):
1 - устройство для дистанционного извлечения ТВЭЛ из реактора; 2 - снятая крышка корпуса реактора; 3 - подъемный кран; 4 - пост управления перезарядкой; 5 - съемная защитная плита; 6 - контейнер для ТВЭЛ; 7 - водяная защита; 8 - защитный контейнер реактора; 9 - активная зона; 10 - корпус реактора; 11 — опорная рама реактора.
Судно имеет следующие основные данные:
Длина, м ……………………………………………………… 39
Ширина, м …………………………………………..……….. 11
Водоизмещение в рабочем состоянии, т …………..…….. 760
Осадка в рабочем состоянии, м ………………………...…. 4,4
Вес биологической защиты, т …………………………….. 250
На судне предусмотрено специальное хранилище для отработавших ТВЭЛ и регулирующих стержней, цистерны для сброса и временного хранения радиоактивных вод и средства для специальной обработки этих вод, помещения и средства для дезактивации подлежащего ремонту оборудования, для временного хранения твердых отходов, обладающих активностью, и др. Предусмотрена возможность подачи на судно чистой воды (бидистиллята) для ЯЭУ, имеются мастерские. Погрузочно-разгрузочные работы производятся с помощью крана грузоподъемностью 9т. Технический персонал составляет 15 человек. Все помещения судна разделяются на две группы (зоны): помещения «грязной зоны», или «зоны строгого режима», и помещения «чистой зоны». Помещения и хранилища «грязной зоны» расположены внизу; они оборудованы автономной вентиляцией и специальными средствами дозиметрического контроля.
Всякий работавший энергетический реактор после остановки его еще длительное время продолжает выделять тепло за счет ядерных реакций, продолжающихся в продуктах деления топлива. Остаточное тепловыделение ориентировочно может быть определено по формуле
(8.1)
где — среднее значение тепловой мощности, на которой работал реактор, Вт;
t — время после остановки реактора, сек.
Рис. 8.4 Продольный разрез (схема)
вспомогательного судна «Атомик Сервант».
1 - труба для забора и выброса воздуха; 2 – операторское помещение; 3 - помещение вентиляторов; 4 - помещение для выхода; 5 - помещение лаборатории; 6 - машинное отделение и склад (технического имущества); 7 - хранилища отработавших ТВЭЛ;
8 – баки для жидких радиоактивных отходов; 9 – отсек обработки радиоактивных деталей; 10 – помещение хранения оборудования для дезактивации; 11 - подъемный кран; 12 - мастерские.
На рис. 8.5 показан график спада мощности реактора после его остановки, из которого видно, что остаточное тепловыделение, резко снизившись за первые 60 - 80 с, после этого длительное время сохраняется на одном уровне (около 2% от полного). У реактора атомного судна «Саванна» остаточное тепловыделение в конце первого дня после остановки реактора составляет около 1 МВт (около 860 000 ккал/час), т. е. остается еще таким большим, что при отсутствии охлаждения (прокачки) ТВЭЛ могут расплавиться или получить термические повреждения. Поэтому, прежде чем приступить к демонтажу оборудования над реактором и к вскрытию реактора, необходимо произвести полное расхолаживание последнего. Расхолаживание производится путем длительной прокачки теплоносителя через реактор и питательной воды через парогенераторы; получаемый при этом пар отводится в конденсатор (вспомогательный или системы расхолаживания). Расхолаживание занимает одну-две и более недель в зависимости от полной мощности реактора, длительности его кампании и других условий.
Рис. 8.5 График спада мощности
при выключении реактора (остаточное тепловыделение):
1 - реактор выключается аварийными стержнями; 2 - реактор выключается всеми стержнями (защиты и регулирования).
После расхолаживания реактора первый контур установки неоднократно промывается бидистиллятом с целью удаления из него радиоактивных загрязнений и обеспечения необходимых условий радиационной безопасности для выполнения работ, связанных с перезарядкой реактора и ремонтом оборудования установки. Промывочная вода сливается в хранилища (цистерны) базы перезарядки, где она перерабатывается с целью удаления радиоактивности и доведения ее до состояния, при котором она вновь может быть использована в реакторной установке.
9 ВСПОМОГАТЕЛЬНЫЕ СУДОВЫЕ СИСТЕМЫ
ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ
К вспомогательным судовым системам ЯЭУ относятся: система сбора, временного хранения и удаления из судна радиоактивных вод; система очистки радиоактивных вод; специальная вентиляция.
Система сбора и хранения радиоактивных вод. Радиоактивные воды, как правило, не выбрасываются с судна за борт; при помощи специальных систем они должны собираться и очищаться с последующим использованием в ЯЭУ или храниться до передачи на специальную базу для переработки. Активные воды, подлежащие сбору и временному хранению на атомном судне, условно разделяют на две категории:
1) высокоактивные с удельной активностью выше кюри/л (обычно не превышающей кюри/л) — от протечки теплоносителя из первого контура, а также после продувания и промывки первого контура;
2) слабоактивные с удельной активностью ниже кюри/л — реакторного помещения, санпропускников, спецпрачечной и дезактивации загрязненной одежды и оборудования с малой активностью.
Активные воды этих групп собираются и хранятся раздельно в специально предназначенных для этого цистернах. Цистерны хранения и трубопроводы перекачки высокоактивных вод обычно имеют соответствующую биологическую защиту; воздушные трубы из цистерн («воздушники») выводятся в общую трубу выброса в атмосферу воздуха спецвентиляции («дымовую» трубу). Для контроля за активностью радиоактивных вод в цистернах на их трубопроводах устанавливаются датчики дозиметрических приборов (β- и γ- радиометров), вторичные приборы которых расположены в центральном дозиметрическом посту (ЦДП). Такие же приборы устанавливаются перед ионообменными фильтрами очистки теплоносителя и за ними.
После выдержки в цистернах слабоактивные воды могут быть сброшены в отдаленных морских районах.
Специальная вентиляция. При работе реактора воздух, заполняющий
пространство вокруг реактора и его защиты, активируется вследствие нейтронного, излучения, поэтому на атомном судне для удаления радиоактивных воздуха и аэрозолей предусматривается специальная (технологическая) вытяжная вентиляция, при помощи которой удаляются воздух из реакторного отсека, помещения приводов СУЗ, цистерн и хранилищ радиоактивных отходов и паровоздушная смесь от эжекторов конденсаторов турбинной установки. Радиоактивные воздух и аэрозоли специальной вентиляцией удаляются в «дымовую» трубу (рис. 9.1).
Рис. 9.1 Схема выброса воздуха
из спецвентиляции через мачту судна:
1 - грот-мачта; 2 - фильтр; 3 - реакторный отсек; 4 - выгородки спецвентиляции.
Воздухопроводы специальной вентиляции выполняются сварными из листовой нержавеющей стали без разъемных соединений; для отвода образующегося конденсата паров в нижних точках воздухопроводов предусматриваются дренажи.
Удаляемые специальной вентиляцией воздух и аэрозоли до выброса их в трубу проходят через противоаэрозольные фильтры, впереди и позади которых устанавливаются датчики радиометров, контролирующих активность выбрасываемого воздуха. Специальная вентиляция оборудована радиометрическими приборами, установленными в реакторном помещении и воздухопроводах, позволяющими постоянно контролировать уровень активности воздуха во всей системе — от реакторного помещения до выброса его в атмосферу.
10 ОРГАНИЗАЦИЯ И СРЕДСТВА ОБЕСПЕЧЕНИЯ
РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АТОМНОГО СУДНА
Полная радиационная безопасность персонала, обслуживающего АЭУ, всего личного состава и пассажиров судна, а также людей, находящихся вблизи атомного судна во время пребывания его в портах и на акваториях, является важнейшим условием использования ЯЭУ на судах. Обеспечение радиационной безопасности представляет сложную задачу, которая может быть успешно решена только в результате совместной согласованной работы конструкторов установки и судна, физиков, специалистов - медиков и личного состава атомного судна.
Радиационная безопасность атомного судна обеспечивается:
— высокой надежностью оборудования реакторной (паропроизводительной) установки на всех режимах работы;
— правильной компоновкой оборудования атомной установки и ее систем на судне и защитой его корпусными конструкциями от повреждений при ударах и столкновениях судна;
— правильной конструктивной биологической защитой реакторной (паропроизводительной) установки;
— рациональной и надежной системой специальной вентиляции;
— рациональной системой сбросов и хранения на судне радиоактивных отходов, исключающей бесконтрольное удаление их за борт;
— оборудованием на судне и правильным использованием специальных средств санитарной обработки и защиты (санпропускники, защитные костюмы, спецодежда и спецобувь и др.);
— рациональной системой и средствами специального дозиметрического контроля за уровнем радиоактивных излучений атомной установки и общей радиационной обстановкой на судне;
— правильной организацией, специальной подготовкой, натренированностью и высокой дисциплиной персонала, обслуживающего атомную установку, и персонала дозиметрической службы;
— строгим соблюдением установленных специальных правил и инструкций при выполнении работ, связанных с радиоактивными облучениями;
— регулярным медицинским обследованием личного состава судна;
— постоянным контролем за состоянием радиационной безопасности судна со стороны командования судна.
Повседневный контроль за состоянием радиационной безопасности атомного судна, контроль за выполнением установленных правил и инструкций, определение регламента при выполнении «грязных» (в радиоактивном отношении) работ и поддержание всех радиометрических средств на судне в рабочем состоянии осуществляются персоналом специальной технической службы, называемой службой радиационной безопасности (СРБ) или службой дозиметрического контроля.
Для контроля за радиационной безопасностью на атомном судне предусматриваются следующие системы и средства дозиметрического контроля:
1) стационарная система контроля мощности γ - излучений в специальных служебных помещениях;
2) стационарная система специального технологического контроля, контролирующая радиоактивность в соответствующих местах и элементах атомной установки;
3) стационарная система контроля концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе специальных служебных помещений;
4) локальные β - дозиметры контроля загрязненности тела, одежды, инструмента и пр.;
5) переносные дозиметрические приборы;
6) индивидуальные дозиметрические приборы.
Принципы построения и комплектации этих систем одинаковы для всех типов ЯЭУ, конкретное же выполнение их зависит от типа реакторной установки, условий размещения и эксплуатации основного ее оборудования и других факторов, специфических для каждой ЯЭУ.
Стационарные системы дозиметрического контроля. Стационарные средства дозиметрического контроля должны:
— непрерывно контролировать мощность физической дозы излучения;
— непрерывно контролировать (по условиям радиоактивности) работу технологических узлов и элементов ЯЭУ;
— автоматически подавать сигналы при повышении мощности дозы, излучения выше предельно допустимого уровня.
Непрерывность контроля за радиационной обстановкой на атомном судне стационарными системами осуществляется автоматически с дистанционной передачей замеров в дозиметрический пост. Для этого измерительная часть систем контроля мощности дозы : γ - излучения (ДК) и специального технологического контроля (СК) выполняется в виде двух раздельных блоков. Один блок состоит из датчика, преобразующего энергию γ - лучей в электрический ток, и выносного радиотехнического каскада. Второй блок представляет собой радиотехническое устройство для усиления тока с измерительным и сигнальным устройствами. Первый блок устанавливается в месте, где требуется контроль за мощностью дозы γ- излучения, а второй блок — в центральном дозиметрическом посту (ЦДП).
На рис. 10.1 приведена примерная схема одного канала дозиметрической установки, а на рис. 10.2 — примерная принципиальная схема дозиметрического контроля судна с ЯЭУ.
Контроль за радиационной обстановкой и управление дозиметрической службой на атомном судне централизованы и осуществляются из ЦДП, располагаемого в специальном помещении вблизи реакторного отсека.
В ЦДП вынесены все вторичные контрольно-измерительные приборы и сигнальные устройства, позволяющие следить за радиационной обстановкой в атомной установке и по всему судну. Кроме телефонной связи, ЦДП оборудуется также и громкоговорящей связью с. ходовым мостиком, постом энергетики и другими постами электромеханической службы.
Рис. 10.1 Схема одного канала, дозиметрической установки
1 - звонок; 2 - датчик: 3 - промежуточный показывающий прибор; 4 - измерительный прибор дозиметра; 5, 6, 7 - сигнальные приборы зеленого, желтого и красного цвета на пульте дозиметриста; 8, 9, 10 - то же у входа в контрольное помещение.
Рис. 10.2 - примерная принципиальная схема дозиметрического контроля ядерного судна.
В световой сигнализации (в ЦДП и на местах) приняты следующие условные значения цветов сигналов, позволяющих быстро качественно различать степень радиоактивной опасности в том или ином месте судна: зеленый — допустимый уровень излучений, желтый — предельно допустимый уровень излучений, красный — опасный уровень излучений, фиолетовый — предельный, уровень концентрации радиоактивных газов и аэрозолей.
Система технологической дозиметрии позволяет контролировать интенсивность излучений ЯЭУ при нормальной ее работе, а также обнаруживать рост активности теплоносителя при повреждениях ТВЭЛ, утечки теплоносителя в воздух помещений ЯЭУ, утечки его в пар второго контура и вспомогательные охлаждающие контуры.
PAGE \* MERGEFORMAT 3